KÍSÉRLETEK AZ ANCARA MÉRŐKÖRÖN

KÍSÉRLETEK AZ ANCARA MÉRŐKÖRÖN Kiss Attila*, Balaskó Márton**, Horváth László**, Kis Zoltán**, Aszódi Attila* *Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem, Nukleáris Technikai Intézet **Magyar Tudományos Akadémia, Energiatudományi Kutatóközpont

XV. MNT Nukleáris Technikai Szimpózium Erzsébet Nagy Szálloda 2016. december 8-9. Paks

A kutatás motivációja  A szuperkritikus nyomású közegek (SCF), így víz (SCW) termohidraulikája (TH) aktív kutatás alatt álló terület,  A nem-lineárisan változó anyagjellemzőknek nagy a hatása az SCW TH-ra,  Az SCW-t hűtőközegként fogják használni a IV. gen. „Supercritical-Water-Cooled Reactor” (SCWR) esetében (thermal-, fast-, SMR),  Az SCW természetes cirkulációja fontos szerepet fog játszani az SCWR jövőbeni működése során: o Az SCWR lekapcsolt állapotában, o Baleseti helyzetekben, o A SMR SCWR-ek normál üzeme során, stb.  A fentiek miatt szükségesnek láttuk a kis méretű, zárt ANCARA nevű mérőkör megtervezését, megépítését és rajta kísérletek végzését! Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

A vizsgált közeg: a szuperkritikus nyomású víz (SCW)  SCW-ben nincs első fajú fázisátalakulás (forrás-kondenzáció), sem DNB,  Pszeudokritikus átmenet: o az izobár fajhő globális maximum értéke jelzi o fokozódó hőátadás figyelhető meg a környezetében,

 Magas tömegfluxus/hőfluxus esetén:

arány

o a hőátadási tényező lecsökken, elfajul lokálisan (DHT), amely fali hőmérséklet maximumo(ka)t („hot spots”) okoz a fűtött felületen. o Ennek a fizikai magyarázata még nem teljesen ismert, de numerikus áramlástani (CFD) módszerrel minőségileg számolható, így vizsgálható is. Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

A Szuperkritikus Nyomású Vízhűtésű Reaktor (SCWR)  A Generation IV International Forum (GIF) által népszerűsített 6 koncepció egyike,  Az SCWR az LWR-ek és a szuperkritikus nyomáson üzemelő kazánok tervein alapul,  Hatékonysága: ~45%, a víz kritikus pontja fölött üzemel, (𝑝kr = 22,064 MPa (vastagabb falú csövek!), 𝑇kr = 373,95°C), elvben egyszerűbb felépítés,  Európai változata: High Performance Light Water Reactor (HPLWR).

Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

Az ANCARA kör bemutatása: fő paraméterek • ANCARA = MTA KFKI AEKI-BME NTI Budapest SuperCritical wAteR test fAcility; • Zárt mérőhurok az SCW természetes cirkulációjának kísérleti vizsgálatára; • Együtt alkalmazott hagyományos méréstechnika és neutronradiográfia.

Az ANCARA mérőkör fő méretei: Belső/külső átmérő*: Falvastagság: Meleg ág: Léghűtött: Vízzel hűtött: Teljes csőhossz: Teljes térfogat:

5/8 1,5 1000 750 1300 5200 102

mm mm mm mm mm mm cm3

*A teljes körre állandó a belső átmérő értéke!


Az ANCARA kör bemutatása: felépítés AP2 (abszolút nyomás távadó) Nyomás szabályozó mágnes szelep Fűtőelemek (4×1000 W)

Robosztus, C-tartóból készült állványzat Puffer tartály + AP3

H4 H3 H2

H1

Előhűtő: három léghűtő fokozat Léptetőmotoros mozgatású szelep, tömegáram szabályozásra SCW-víz hőcserélő AP1 (abszolút nyomás távadó)

Előfűtő elem (1000 W) Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

Természetes cirkuláció az ANCARA körben


Az MTA EK saját fejlesztésű adatmegjelenítő és adatgyűjtő szoftvere

b., a mért paraméterek időbeli változása,

a., Az on-line mérőkör séma, c., a hőmérsékletváltozás vizualizációja. Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

A kör elhelyezése a Radiográfiai állomáson

(Balra) Az ANCARA mérőkör szemből nézete a neutronnyaláb érkezésének irányából (Beam’s Eye View (BEV)), (Jobbra) A mérőkör oldalnézete (a mérőkör csövének és a szcintillátorernyő távolsága 65 mm) Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

Eredmények

2016/12/12

Az állandósult állapotbeli karakterisztika A körben kialakuló tömegáram független a rendszer nyomásától, ha egyéb változók (pl. belépő hőmérséklet) állandó

CFD validáció

CFD validáció A tömegáram enyhén függ a belépő hőmérséklettől: minél nagyobb a belépő hőmérséklet, annál nagyobb a tömegáram


A nyomásesés a fűtött szakaszon

CFD validáció

Az SCW természetes cirkulációs áramlásában: az áramlás gyorsulás miatti nyomásesési komponens elhanyagolható (v=n×0,01 m/s=n×1 cm/s), a két domináns nyomásesési komponens a hidrosztatikus és a súrlódási (esetünkben alaki ellenállási komponens 0 Pa). Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

A fali hőmérséklet eloszlása a fűtött szakaszon

CFD validáció

Az ábra az E4 kísérlet során kimért állandósult állapotok hőmérséklet eloszlását mutatja (paraméter az összes fűtőteljesítmény Wattban, a hőmérséklet értékeket mutató szimbólumok nagysága mutatja a mérési hiba nagyságát: +/-3 C) Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

A neutronattenuáció a fűtött szakaszon 1/2

ROI a

b

c

Neutronattenuációs képek a mérőkör 8-as számú termoelemének környezetéről 300C-os folyadékhőmérséklet és 255 baros nyomás esetén (pR = 1,16): o a., Kép a mérőkör vízzel feltöltött állapotáról („wet image”), o b., Kép a mérőkör víz nélküli állapotáról („dry image”), o c., Az eredmény kép miután kivontuk a „dry image-et” a „wet image-ből” (az eredmény kép csak a vizet (SCW) mutatja).


A neutronattenuáció a fűtött szakaszon 2/2 1.05 1.00

Rel. density and rel. attenuation

24 bar

0.95 0.90

70 bar

158 bar

0.85 159 bar

0.80

197 bar

247 bar

0.75 250 bar

0.70

rel. Att. 0.65

ρ.rel(Tb,p) 0.60 180

200

220

240

260

280

300

320

340

360

Temperature ( C)

A közeg termohidraulikai anyagjellemzőinek és a radiográfiás felvételeknek az összehasonlítása arra a következtetésre vezetett, hogy a csökkenő neutronattenuáció (azaz növekvő transzmisszió) fő oka a közeg sűrűségének a hőmérséklet emelkedése miatti csökkenése. Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

Köszönöm a figyelmet! Kérdések? Kiss Attila, BME NTI www.reak.bme.hu/kissa [email protected]

A munka a Nemzeti Kutatási, Fejlesztési és Innovációs Alap által támogatott VKSZ_14-1-2015-0021 azonosító számú Nemzeti Nukleáris Kutatási Program keretében zajlott. Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézet

KÍSÉRLETEK AZ ANCARA MÉRŐKÖRÖN

Recommend Documents